核电站用1E级干式变压器应用与鉴定研究

探索核电站安全系统中所用1E级干式变压器的标准体系、质量鉴定程序以及鉴定工作的关键技术,从而提高核电项目的设备国产化水平。1E级干式变压器作为核电站安全系统中的重要设备,在核电站的正常运行和安全性方面扮演着重要角色。然而,目前我国多种核电技术路线并存,因此需要针对不同核电堆型中的1E级干式变压器多次进行相应的研究和鉴定。为了减少供货周期和鉴定成本,分析了各核电技术路线中1E级干式变压器主要的技术参数和特点,包括额定容量、额定电压、抗震要求等,并结合各技术路线的标准体系,提出了1E级干式变压器的一般鉴定程序,给出了鉴定样机参数选择的包络性建议。在鉴定过程中,老化试验是非常重要且耗时最长的环节之一。提供了从原材料、绝缘结构模型到整机的整体验证思路,并提供了测试验证的实例作为参考。同时,针对鉴定中最关键的抗震试验,从楼层反应谱包络性、联合抗震接口等方面进行了论述,并给出了降低抗震风险的建议。通过以上关键技术的研究,提高了1E级干式变压器鉴定试验的严谨性和通过率,降低了鉴定过程中的风险。并通过采用先进的标准体系和质量鉴定程序,可以确保1E级干式变压器在核电站安全系统中的可靠性和稳定性,进而促进核电项目的国产化进程。

核电厂1E级电气设备鉴定试验研究

以相关标准及技术资料为基础,介绍了核电厂1E级电气设备鉴定的方法和原则。对核电厂设备鉴定的方法和试验程序以及国内试验条件进行了深入分析。研究表明,现阶段我国1E级电气设备应以型式试验法为主。文章还给出了鉴定试验流程、需提供的文件、试验项目及相关验收准则。

VRLA电池作为核电厂1E级蓄电池可行性探讨

核电厂采用1E级蓄电池为富液式铅酸蓄电池,而富液式蓄电池无法同时满足三代非能动核电站大电流和长时间放电性能要求。通过富液式铅酸蓄电池和阀控式铅酸蓄电池性能对比,结合核电厂1E级蓄电池的使用工况,从电池综合性能及安全性角度探讨了阀控式铅酸蓄电池作为核电厂1E级蓄电池可行性。

核电厂1E级电缆终端鉴定中问题的探讨

对1E级电缆终端鉴定过程中鉴定样本的选择以及材料的热寿命评定进行了探讨,结合国内外1E级电缆终端鉴定实践,提出了评审者对这两个问题的见解和看法,并对1E级电缆终端主要鉴定试验进行了介绍。

核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究

本文提出了红外线光谱分析、热失重法、差示扫描量热法等方法来判别1E级电缆所用材料与鉴定时所用材料是否一致。文中对不同原材料制成的电缆进行了红外线光谱分析曲线测试,以验证该方法的有效性。本文对1E级电缆监管提出了创新性的建议。

核电站1E级电缆材料的辐照老化试验研究

对3种核电站电缆用材料进行了辐照老化试验,得到了材料主要性能如断裂伸长率、抗张强度、硬度、体积电阻率等与辐照剂量以及剂量率的变化关系,并且还研究了不同辐照类型射线对材料老化的影响,为正确选择核电站用1E级电缆质量鉴定试验条件提供了依据。

核电厂1E级电缆的核安全审查

阐明对核电厂1E级电缆核安全审查的基本要求。

三代非能动核电站1E级直流配电设备鉴定试验要求及抗震试验研究

以三代非能动核电站1E级直流及UPS系统(IDS)中的1E级直流配电设备为例,根据其运行环境条件、安全功能,阐述了安装在和缓环境下安全级直流系统设备的鉴定试验程序要求,分析了1E级直流配电设备存在的显著老化机理。最后结合抗震试验要求,提出1E级直流配电设备样机结构设计要点,为结构设计提出建议。

AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定

针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定.环境鉴定方面主要分析了所参考的标准、鉴定要求和所采取的试验项目.抗震鉴定方面分析了所参考的标准,不同设备、不同标高需满足的抗震响应谱要求.电磁兼容性鉴定方面分析了所参考的标准、发射试验和抗扰度试验的具体要求.研究表明,AP1000核电厂的1E级仪表鉴定对试验要求、试验方法等都提出了更高的要求.

核电厂安全级(1E)电缆鉴定审查过程中相关问题的探讨

核电厂1E级电缆作为核电厂安全系统在正常工况下和设计基准事件期间及随后的规定时间内执行安全功能所必需的重要设备,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,并进行质量鉴定,对1E级电缆的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。对1E级电缆鉴定样本选择、电缆材料热寿命评定和加速热老化试验条件等三个问题进行了讨论,结合国内外1E级电缆鉴定实践结果,提出了审查者对这三个问题的一些看法和见解。

核电站1E级直流断路器抗震试验研究

本文介绍了1E级直流断路器抗震试验的目的、试样选择、试验设备，重点介绍了试验中所采用的人工模拟加速度时程及其响应谱，试验过程以及抗震试验后的电气性能检查试验。本研究可为直流断路器的设计提供依据，对核级设备的抗震鉴定试验也具有一定的借鉴意义。

1E级电缆概率可靠性剩余寿命预测方法

1E级电缆是影响核电厂安全、可靠运行的重要部件之一。由于受多种老化降质因素的影响,在整个电厂寿期内又难于进行定期维修更换,随运行时间延长会发生老化或降质,需要有效的状态监测方法来进行监督。压入模量因其现场无损特性和与断裂伸长率良好的对应性,能够有效的对电缆老化进行跟踪,是一种有效的电缆状态监测方法。为开发一种建立1E级电缆压入模量与断裂伸长率关系模型和使用概率可靠性分析预测其剩余寿命的综合方法,对国内核电厂某种典型的1E级电缆在399 K-360 Gy/h下进行了热-辐照加速老化,测试了护套和绝缘的断裂伸长率及护套的压入模量。建立了电缆护套压入模量与绝缘断裂伸长率关系模型,分析了其在不同工作温度下的可靠性,开发了基于概率可靠性分析的1E级电缆剩余寿命预测方法。结果显示,累积辐照剂量为375 kGy时,在313 K和338 K的工作温度下,电缆预期剩余寿命分别为60年和35年。该方法可推广到电缆其他老化机制剩余寿命预测上。

辅助给水泵用1E级发电机抗震分析

为了验证发电机能够承受安全停堆地震(SSE)载荷,并保持其结构完整性和功能完整性,采用有限元法,对某核电站柴油机辅助给水泵用的1E级发电机进行抗震计算分析。利用前后处理软件PATRAN建立了发电机的力学模型,利用有限元分析软件NASTRAN进行了结构的静力分析、模态分析和地震响应分析,依据设计规范对结构在重力、操作载荷、地震等多种载荷组合下的应力、位移进行评定。结果表明:该发电机的结构设计满足规范要求。

核电站1E级阀控式蓄电池排气阀老化鉴定研究

阀控式蓄电池作为1E级电池是核电厂安全级电源系统发展的必然方向。排气阀作为阀控式蓄电池的一个关键性部件,影响电池运行过程的可靠性。分析了阀控式蓄电池排气阀的老化模式,研究了阀控式蓄电池排气阀的老化鉴定方法,并且验证了排气阀在20年生命周期内的可靠性。

第三代压水堆核电站CAP14001E级壳内电缆附件研制及鉴定试验

CAP1400是经过国际原子能机构的反应堆安全评审,达到国际安全法规最新要求的先进非能动核电技术。CAP14001E级壳内电缆附件是连接核岛安全壳内贯穿件和电缆、电缆和电缆以及电缆和其他电气设备的关键部件,对其在核电站运行期间的服役性能有很高的要求。本文详述了CAP14001E级壳内电缆附件的技术要求、材料研究、结构设计、研制及鉴定试验过程,首次在国内完成了该系列产品的试制及鉴定试验,为未来该系列电缆附件应用于第三代压水堆核电站CAP1400壳内打下了基础。

核安全级(1E)铂电阻温度计及组件自主化研制

依托自主三代核电“华龙一号”技术需求,中广核工程有限公司联合重庆材料研究院有限公司成功开发了主回路直接测温仪表及组件工程样机,通过了三代核电环境条件的质量鉴定试验,实现产品供货。研制过程中解决了关键材料、总体结构、加工工艺、试验验证及性能评价等技术难题。

核电站用1E级K3类电缆绝缘线芯的制造

介绍了核电站用1E级K3类控制和仪表电缆双层绝缘线芯的设计与制造,其中包括绝缘材料的选型以及工艺制造过程中应注意的要点,并详细列举了1E级K3类电缆的绝缘线芯应具备的一些重要特性。

1E级低功率热扩散式水位探测器组件研制

热扩散式水位探测器组件具有结构节点、可靠性高、耐高温高辐照环境的特点,被用作第三代核电厂反应堆压力容器关键点水位监测。在深入研究热扩散水位探测器组件原理的基础上,研制出了加热功率低的1E级热扩散式水位探测器组件,通过功能性能试验验证了可行性,设计和验证二次仪表算法,并且通过了鉴定试验,证明了探测器组件可以在正常和事故后工况下实现反应堆压力容器关键点水位监测。

耐辐照1E级热缩管辐照交联剂量的研究

为了满足材料在核电站使用场合的要求,1E级热缩管需具有阻燃、耐热老化、耐辐照老化等特点;但在生产过程中,1E级热缩套管仍需要经过辐照交联这一工序才能使产品具有形状记忆功能,由于其材料本身具有耐辐照的特性,所以为了保证1E级热缩管在辐照过程中达到最优辐照剂量,本文探索了不同辐照剂量对1E级热缩管性能的影响,通过对拉伸强度、断裂伸长率、热老化性能、热延伸以及扩张投入产出比的探究,确定了最佳辐照剂量为20-24Mrad。

核电厂1E级UPS系统短路故障分析

分析了核电站1E级UPS系统结构,研究了系统供电特性,建立了系统供电和短路电流分析模型,计算了线路故障情况下的故障电流和动作时间,分析了保护设备的有效性和选择性。